核废料地质处置天然类似物研究及其意义

深地层埋藏是目前首先的核废料处置方案。由于放射性核素的长半衰期和辐照导致的某些不可预见性因素，我们需要根据天然类似物研究的成果与理论分析和实验结果综合评估和预测核废料处置场的安全性。铜、铁等自然金属类似物的研究指出，壁厚１０ｃｍ的铜质包装在几十万年内都不会破裂；一定厚度的铁质容器至少也能保证核废料在１０００年内不与地下水接触。由于膨润土具有遇水即胀的特点和吸附阳离子的能力，因此是一种常用的核废料回     

水力压裂处置中镎、钚迁移行为的模拟研究

研究了在我国拟实施水力压裂处置某地的元素Np、Pu在钻孔地下水中的存在形式及地下水与围岩(页岩)、水泥固化体之间的相互作用。用地球化学模式程序EQ3／6模拟计算结果表明；1)在处置区地下水中，Np的存在形式主要为NpO2(CO3)3^4-、NpO2(CO3)2^3-、。NpO2CO3^-和NpO2(CO3)3^5-，Pu为PuO2(CO2)2^2-和Pu(OH)5^-；2)水-岩作用模拟结果表明，处置地点的天然地下水中各组分间的相互作用已达平衡；3)地下水-水泥固化体相互作用过程大体上可划分为两个阶段，第一阶段为起始后的前10d，反应进程快，第二阶段为10d后，反应进程减缓，并在71d达到两相间的平衡，反应10d后，因碱性物质不断溶解及积累导致体系pH快速增长；4)在水泥固化体中，Am、Np和Pu基本上处于固定状态，只有当水泥固化体被溶解和破坏后，被破坏部分的水泥固化体中的核素方被释放进入水中。当地下水与水泥固化体之间的相互作用达到平衡时，地下水中Am、Np和Pu的放射性活度分别为12．66、1.405、132．48Bq。     

天然环境中放射性核素在土壤中的迁移

本文主要介绍“我国南方使用了36年的某废物填埋坑的放射性核素在土壤中的迁移行为研究”。结果表明：(1)填埋坑壁和坑底对防止放射性核素废液的渗透具有很好的阻隔能力；(2)核素^236Ra与^232Th在土壤中具有几乎相同的迁移特点；(3)核素^137Cs在土壤中的迁移速度约为1．0—2．6cm／a；(4)用半无限沙柱中瞬时投源的溶质运移模型和简单求和法估算当年^137Cs的填埋活度大致相符，且与分析的当年可能的情况吻合。     

花岗岩单裂隙中核素迁移的研究

研制了花岗岩单裂隙扩散实验装置,用＾１２５Ｉ、＾１３４Ｃｓ进行了核素扩散实验,求得扩散系数并测定了裂隙表面的放射性活度分布。     

国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展

论述了处置库候选围岩的岩石类型、花岗岩特征,以及一些国家在花岗岩地区开展高放废物处置研发工作的进展情况。经过几十年的工作,国外有些经验值得我们今后工作时参考:1)重视志愿者选址工作。国际上不少国家认为这是地质选址工作的先导,选址工作的成败常与此项工作的进展情况有关;2)近年来,单纯处置高放废物的处置库,已逐渐发展成为多功能处置库,即,它既处置高放废物和乏燃料,同时还处置其他各类核废物;3)由瑞典SKB开发的KBS-3高放废物处置方案和处置工程的设计模式已被不少国家所接受;4)特定场址地下实验室的工程设计完全与处置库的工程设计融为一体,这样既节省工程成本,又提高处置库工程设计的可靠性;5)花岗岩具有良好的岩石力学性能,这对处置库工程结构的长期稳定性和安全处置核废物提供有效的物理保障和良好的物理隔绝性能。但在选址时要特别注意场址的区域地壳稳定性、岩体的处置容量和埋藏深度,以及处置地段的构造发育程度和岩石的含水性;6)处置后废物的回取。     

8 富烧绿石在模拟处置条件下的浸出行为研究

本工作实验研究包容46．8％模拟锕系废物的富烧绿石在5种模拟处置条件介质纯花岗岩、花岗岩＋水泥、花岗岩＋Fe3O4、纯膨润土和膨润土＋Fe3O4中的浸出行为。用X射线衍射（XRD）和带有X射线能谱仪的扫描电镜（SEM／EDS）对样品表面进行了分析。     

孔隙介质中放射性核素迁移的不确定性和参数灵敏度分析

本文以低中水平放射性废物处置库库底释放的3H和90Sr两种核素为例，对7个水文地质和核素吸附方面的参数采用拉丁超立方抽样方法分析了孔隙介质中核素迁移解析解结果的不确定性，另外，利用Spearman偏秩相关分析方法对参数的灵敏度进行了分析。     

黄土包气带中放射性核素迁移的现场试验

在中国辐射防护研究院野外试验场开展了为期二年的包气带中3H、60Co、85Sr和134Cs的迁移试验,在天然条件和人工喷啉条件下共进行了六组试验.通过定期取样和直接测量两种方法测量了示踪核素的浓度分布;同时为配合迁移试验,同步开展了包气带中水分运移观测. 在介绍了试验概况之后,分析了作为水分运移示踪剂的3H的试验结果,并与野外现场的和实验室的其它研究包气带水分运移的结果相比较,令人满意的一致性显示了所建立的包气带水分运移研究方法的可靠性. 核素迁移结果表明,试验场址的黄土沉积层对所选用的示踪核素具有强烈的吸附滞留作用.经过二年的试验,60Co和134Cs的浓度峰无论在天然条件下还是喷淋条件下,迁移距离都不超过1cm;85Sr的浓度峰在喷淋条件下迁移了约13cm;在天然条件下迁移了约2cm.尽管60Co和134Cs被黄土强烈吸附滞留,但是,试验中发现一小部分60Co和134Cs迁移速度远高于其浓度峰的迁移.试验中还发现,在喷淋条件下,85Sr在迁移过程中形成具有不同迁移速度的二个浓度峰.这些发现对放射性废物处置的安全评价甚为重要.     

黄土包气带中放射性核素迁移的现场试验

在中国辐射防护研究院野外试验场开展了为期二年的包气带中 3H、6 0 Co、85 Sr和 13 4 Cs的迁移试验 ,在天然条件和人工喷啉条件下共进行了六组试验。通过定期取样和直接测量两种方法测量了示踪核素的浓度分布 ;同时为配合迁移试验 ,同步开展了包气带中水分运移观测在介绍了试验概况之后 ,分析了作为水分运移示踪剂的3 H的试验结果 ,并与野外现场的和实验室的其它研究包气带水分运移的结果相比较 ,令人满意的一致性显示了所建立的包气带水分运移研究方法的可靠性。核素迁移结果表明 ,试验场址的黄土沉积层对所选用的示踪核素具有强烈的吸附滞留作用。经过二年的试验 ,60 Co和13 4Cs的浓度峰无论在天然条件下还是喷淋条件下 ,迁移距离都不超过 1cm;85Sr的浓度峰在喷淋条件下迁移了约 13cm;在天然条件下迁移了约 2 cm。尽管 60 Co和 13 4Cs被黄土强烈吸附滞留 ,但是 ,试验中发现一小部分60 Co和 13 4Cs迁移速度远高于其浓度峰的迁移。试验中还发现 ,在喷淋条件下 ,85Sr在迁移过程中形成具有不同迁移速度的二个浓度峰。这些发现对放射性废物处置的安全评价甚为重要     

放射性废石墨的处理处置现状

石墨反应堆退役产生大量放射性废石墨,需要处理后处置。废石墨处理技术主要有焚烧、蒸汽热解、水泥固化、自蔓延固化等,只有焚烧和蒸汽重整热解技术可以实现大幅减容。尽管废石墨的处置存在多种观点,但由于废石墨含有大量长寿命核素,只有深地质处置才能确保安全,然而废石墨数量庞大,处置前的大幅减容是必须的。     

核废物处置环境影响评价支持系统的开发

采用Java语言开发了一个核废物处置环境影响评价支持系统,系统中耦合了目前核废物处置工程环境影响评价中常用的计算模式,如GROUND、FEMWATER、FEMWASIE,以及笔者开发的非饱和土壤水分特征曲线拟合模式REDT。系统具有方便的菜单式数据输入界面和计算结果的可视化功能,实现了计算所需的参数数据库与计算模式的动态链接。     

西北处置场低、中放固体废物处置实践

介绍了我国西北处置场的基本情况,西北处置场低、中放固体废物接收、处置的组织机构及管理体系,工艺技术,辐射防护及环境监测,以期为我国放射性废物处置工程提供借鉴和支持。     

研究堆放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺设计方案研究

通过对核电站放射性湿废物处理系统湿废物桶内处理工艺参数的比较,介绍了研究堆放射性湿废物处理系统废物桶内处理工艺设计方案以及在湿废物桶内处理工艺设计中遇到的重点、难点,并对这些重点、难点的解决方案进行了探讨。该方案在保证工作人员人身安全的前提下,更能适合研究堆的湿度物处理。     

桶装核废物层析γ扫描技术研究

层析γ扫描技术是桶装中低放核废物无损分析技术的主要分析方法,能够准确测量桶装容器内中、高密度非均匀核废物中的核素及其含量。本文综述了国内外桶装核废物层析γ扫描技术研究现状,简述国内现有研究基础和研究进展,并对层析γ扫描技术的发展趋势作了简要分析。提出了层析γ扫描技术研究发展方向和我国桶装核废物层析γ扫描技术面临的问题,并对所面临问题提出了相应的对策。     

Preliminary Comparison of Radioactive Waste Disposal Cost for Fusion and Fission Reactors

The environmental and economic impact of radioactive waste (radwaste) generated from fusion power reactors using five types of structural materials and a fission reactor has been evaluated and compared. Possible radwaste disposal scenario of fusion radwaste in Japan is considered. The exposure doses were evaluated for the skyshine of gamma-ray during the disposal operation, groundwater migration scenario during the institutional control period of 300 years and future site use scenario after the institutional period. The radwaste generated from a typical light water fission reactor was evaluated using the same methodology as for the fusion reactors. It is found that radwaste from the fusion reactors using F82H and SiC/SiC composites without impurities could be disposed by the shallow land disposal presently applied to the low level waste in Japan. The disposal cost of radwaste from five fusion power reactors and a typical light water reactor were roughly evaluated and compared.     

白虎山填土料对放射性废物处置屏蔽的特征

回填土层是人工屏障的重要组成部分,它的质量对人工屏障的质量起着决定作用。以白虎山粘土岩的粉碎材料作为研究对象,采用土力学与放射化学相结合的方法,在大量实验室试验的基础上,分析了在填土层成分一定的情况下,土体结构对填土层的渗透性和吸附性的控制作用,研究了填土层对放射性核素Sr的屏蔽作用,90建立了填土屏蔽层的综合评价模式。研究结果表明,白虎山填土料属于高液限粘土,对于d≤2mm的土料,当干密度ρd为1.73g/cm3时,填土层中放射性核素Sr在土层中的迁移速度最合理,为4.590×10-5cm/min,此时k值为2.68×10-8cm/s;对于d≤5mm的土料,当干密度ρd为1.74g/cm3时,填土层中放射性核素Sr在土层中的90迁移速度最合理,为4.3×10-5cm/min,此时k值为6.1×10-8cm/s。     

某核电厂放射性固体废物处理最小化实践

介绍了某核电厂在滤芯升级、在线去污、废物分类收集处理、多滤芯支架、大修废物产生量控制等一系列放射性固体废物最小化工作的实践经验;通过对该核电厂商运以来历年的放射性固体废物产生量进行分析,肯定了该核电厂在放射性固体废物最小化、废物管理工作方面取得的成绩。     

矿产资源开发利用放射性固体废物数据库管理系统

放射性核素会与一些矿产资源如锆、铁、独居石、钨、铍等伴生,随着矿产资源开采、精选、冶炼、加工过程,放射性核素会在不同的原料、中间产物、产品和废弃物中分离和富集,形成放射性废物。放射性废物会对人体和环境造成危害,为了保障放射性环境的生态安全,我们通过调研和实地检测后从基本理论、技术和管理等方面考虑,总结出矿产开发利用相关企业放射性废物管理的要求,开发出了一套放射性固体废物数据库管理系统,跟踪废物来源、放射性固体废物处置和回收利用的全过程,从而使放射性废料安全可控。同时分析了废弃物产生流程、处置流程、回收流程的逻辑关系,开发了废弃物基本信息、处置回收数据库和操作系统,并实现多厂地同时管理使用以及有关人员对各个厂地数据的查询和管理功能。该系统有助于提高矿产资源开发利用相关企业的放射性废物管理水平,对防治核辐射污染、实现辐射防护的优化设计和放射性废物的最小化管理有重大意义。